Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Носатов, Владимир Николаевич

• Носатов, Владимир Николаевич
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Носатов, Владимир Николаевич

Реферат.

Перечень сокращений.

Содержание.

Введение.

1. Особенности моделирования энергоблоков с РУ типа ВВЭР.

1.1. Моделирование ПГ реакторов типа ВВЭР.

1.2. Моделирование гидрозатворов.

1.3. Учёт расположения твэлов в гексагональной решетке.

1.4. Учёт нуклидного и химического состава ПД в а.з реакторов ВВЭР.

1.5. Учёт состава и физических свойств бетонов в шахте реактора.

1.6. Учёт особенностей конструкции ТВС-АРК в составе а.з. реактора ВВЭР-440.

2. Обоснование комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.

2.1. Краткая характеристика кода MELCOR 1.8.5.

2.2. Анализ переходного процесса с потерей электропитания шести ГЦН на 3-м энергоблоке Кольской АЭС.

2.2.1. Анализ результатов расчётов.

2.3. Анализ переходного процесса, вызванного прекращением подачи питательной воды в ПГ-2 РУ ВВЭР-440/213.

2.3.1. Анализ результатов расчётов.

2.4. Анализ переходного режима на 1-м энергоблоке Калининской АЭС.

2.4.1. Анализ результатов расчета по базовой расчётной модели.

2.4.2. Анализ результатов расчета для нодализации контура охлаждения в виде четырех независимых петель.

2.5. Анализ эксперимента с малой течью теплоносителя на установке РМК-2 (стандартная проблема МАГАТЭ SPE-4).

2.6. Анализ эксперимента по исследованию режимов естественной циркуляции на установке PACTEL (стандартная проблема ISP-33).

2.7. Анализ экспериментов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР. Российские Стандартные Проблемы безопасности СПБ-1, СПБ-2, СПБ-3.

2.8. Анализ экспериментов ВТИ по вытеснению гидрозатвора.

2.9. Анализ эксперименты по вытеснению гидрозатвора на установке IVO.

2.10. Анализ экспериментов по расхолаживанию 37стержневой модели ТВС ВВЭР в условиях повторного залива снизу.

2.11. Анализ результатов моделирование экспериментов на установке CORA.

2.12. Анализ результатов моделирования экспериментов по переносу и осаждению ПД, выполненных на установке FALCON.

2.13. Анализ результатов моделирования экспериментов VANAM МЗ.

2.14. Анализ экспериментов HI-VI, VERCORS по исследованию выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов.

2.15. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном - АСЕ L4.

2.16. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном - BETA V7.1.

2.17. Исследование чувствительности интегральных результатов тяжелой аварии к детальности и способам нодализации области а.з.

3. Анализ результатов расчётов тяжелых аварийных режимов реактора ВВЭР-1000 (1-й блок Калининской АЭС).

3.1. Аварии с истечением из первого контура во второй.

3.1.1. Истечением из первого контура во второй с отказ активной части САОЗ

3.2. Аварии, вызванные нарушением теплоотвода от реактора.

3.2.1. Полная потеря теплоотвода в течение длительного времени.

3.2.2. Полное обесточивание станции.

3.3. Аварии, вызванные истечением типа «большая течь».

3.3.1. Разрыв дыхательного трубопровода КД с истечением эквивалентным диаметром 346 мм и отказом активной части САОЗ.

3.3.2. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на холодном участке (с двухсторонним истечением).

3.3.3. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на горячем участке.

3.3.4. Истечение эквивалентным диаметром 300 мм и срабатыванием ГЗЗ на холодном участке аварийной петли.

3.3.5. Истечение эквивалентным диаметром 179 мм на холодном участке аварийной петли без срабатывания ГЗЗ.

3.4. Аварии, вызванные истечением типа «средняя течь» и «малая течь».

3.4.1. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли.

3.4.2. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли.

3.4.3. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ.

3.4.4. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ.

3.5. Сравнительные интегральные результаты рассмотренных аварийных режимов

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР»

Одной из основных задач, стоящих перед атомной энергетикой на современном этапе развития, является повышение безопасности АЭС. В последние годы надзорные органы России пересмотрели требования по обеспечению безопасности АЭС, находящихся в стадии эксплуатации, а также в стадии проектирования. В соответствии с ПБЯ РУ АС при проектировании новых энергоблоков и продлении срока службы действующих, наряду с проектными авариями, необходимо рассматривать аварии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны.

Основным инструментом для выполнения анализа запроектных и тяжелых аварий являются тяжелоаварийные интегральные коды. Наиболее известными и хорошо зарекомендовавшими себя являются зарубежные коды MELCOR, RELAP/SCDAP, ICARE/CATHARE, ATHLET CD. В последние годы ведутся работы по созданию отечественного интегрального кода - РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Указанные коды предоставляют возможность сквозного моделирования тяжелых аварий на всех этапах протекания и характеризуются гибкостью архитектуры, которая позволяет моделировать конструктивные особенности РУ и энергоблока в целом.

Составной частью проводимого анализа аварий является расчётная модель реакторного блока. Степень полноты расчётной модели диктуется задачами проводимого анализа. Подобно моделям любых объектов, расчётная модель энергоблока должна быть верифицирована, то есть возможность её использования в заявленной области применения должна быть обоснована. Область применения модели энергоблока находится в непосредственной связи с моделями физических процессов, сопровождающих развитие тяжёлой аварии, и компьютерным кодом, в котором реализованы модели физических процессов. Иными словами, при создании модели энергоблока следует учитывать область применения конкретного компьютерного кода и моделей физических процессов, реализованных в коде. В итоге, достоверность расчётного моделирования в существенной степени зависит как от качества интегрального кода, так и от адекватности модели энергоблока.

Диссертационная работа посвящена моделированию запроектных и тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР и включает анализ возможностей и области применения тяжелоаварийных кодов; разработку расчетной модели энергоблока, отвечающей современному уровню понимания физических процессов, происходящих в ходе развития тяжелой аварии; верификацию этой модели с учётом важнейших особенностей реакторов ВВЭР и имеющегося экспериментального материала; анализ результатов моделирования протекания запроектных аварий на АЭС с РУ ВВЭР-1000. Все это определяет актуальность темы диссертации.

Целью работы является построение верифицированных расчетных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с использованием широкого набора экспериментальных данных, применение разработанной модели РУ ВВЭР-1000 для всестороннего анализа представительного спектра тяжёлых аварийных режимов энергоблока и выявление общих закономерностей их протекания.

Защищаемые положения:

- разработанные комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, защитной оболочки (30), систем безопасности АЭС с учётом конструктивных и других их особенностей, являющихся важными с точки зрения моделирования тяжёлых аварий;

- результаты верификации моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, моделей их важнейших функциональных элементов, а также моделей наиболее существенных физических процессов. Использованы данные, полученные в специализированных тестах, направленных на изучение отдельных физических явлений; на интегральных стендах, отражающих конструктивные и другие особенности энергоблоков с РУ ВВЭР; в переходных режимах работы реакторных установок типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440;

- результаты анализа представительного спектра тяжелых аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, полученные с использованием кода MELCOR-1.8.5 и охватывающие сценарии с истечением из первого контура различной величины, полной потерей теплоотвода, полной потерей электропитания, истечением из первого контура во второй. Результаты анализа включают в себя обобщённые и систематизированные параметры, характеризующие безопасность АЭС в аварийных ситуациях и оказывающие влияние на сохранение работоспособности барьеров безопасности, такие как: временные характеристики; степень повреждения активной зоны; масса образовавшегося водорода; данные по взаимодействию расплава с бетоном; относительные показатели выхода продуктов деления (ПД) в окружающую среду.

Научная новизна работы состоит в следующем: 9

1. Впервые разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, предназначенные для анализа тяжелых аварий на всех этапах протекания и с учётом наиболее существенных физических процессов. Особое внимание уделено созданию моделей узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора (ПГ); гидрозатворов; дыхательного трубопровода; активной зоны (а.з.) с твэлами, расположенными в гексагональной матрице; ТВС АРК (для ВВЭР-440). Выполнено обоснование возможности использования представленных моделей путём проведения верификации на экспериментальном материале и анализа чувствительности результатов к изменению параметров модели.

2. По результатам верификации разработаны методические рекомендации для построения комплексной расчётной модели энергоблока с РУ ВВЭР; создания моделей отдельных узлов (клапанов, насосов), функционально обособленных элементов (а.з., ПГ и т.п.) и систем. Разработанные рекомендации могут быть использованы при создании расчётной модели для любого энергоблока с РУ ВВЭР.

3. Выполнен комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом радиоактивности в окружающую среду. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения а.з., по взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

Практическая ценность работы. В результате выполнения работы разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, а на их основе созданы универсальные наборы входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования широкого спектра тяжелых аварийных режимов на всех этапах развития. К настоящему времени комплексные расчётные модели и универсальные наборы входных данных использованы при выполнении следующих работ:

- расчетный анализ аварийных режимов с повреждением а.з. при проведении ВАБ 2-го уровня 1-го блока Калининской АЭС;

- углублённая оценка и обоснование безопасности 2-го блока Кольской АЭС;

- обоснование СОАИ для ВВЭР-1000 (В320) на базе 1 блока Волгодонской АЭС;

- создание банка данных системы поддержки принятия решений при авариях на объектах ядерной энергетики, внедряемой в рамках Центра технической поддержки ИБРАЭ РАН Кризисного центра концерна "Росэнергоатом". Банк данных включает временные характеристики протекания тяжёлых аварий; степени повреждения а.з.; массы образовавшегося водорода; относительные показатели выхода ПД в окружающую среду.

Личный вклад автора состоит в следующем:

- разработка комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 и создание на их основе универсальных наборов входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования тяжёлых аварийных режимов на всех этапах развития;

- верификация расчётных моделей энергоблоков на реальных переходных режимах класса проектных аварий; моделирование интегральных и специализированных экспериментов, с целью верификации моделей соответствующих физических процессов и моделей узлов и функциональных элементов РУ, входящих в состав комплексной модели;

- проведение всестороннего анализа аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000 (В320) приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом ПД в окружающую среду, обобщение и систематизации полученных результатов;

- создание методических рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанных на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР.

Достоверность основных результатов и выводов базируется на использовании общепринятых методик и моделей, на сравнении результатов расчётов с экспериментальными данными и результатами расчётов по другим кодам, на проведении анализа чувствительности получаемых результатов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на российских и международных научно-технических конференциях и семинарах:

- Российская конференция «Теплофизика-99», Обнинск, 1999;

- Sixth International Information Exchange Forum on "SAFETY ANALYSIS FOR NUCLEAR POWER PLANTS OF'WER AND RBMK TYPES" (FORUM-6), Kyiv, UKRAINE, April 8 -12,2002;

- семинар: MELCOR training course. Using MELCOR-1.8.5 code for Kalinin NPP Unit 1 calculations. BNL, July 11 - August 9, 2002.

- ежегодные семинары в рамках работ по исследованию тяжёлых аварий CSARP (США, Вашингтон), 2002, 2003, 2004;

- ежегодные совещания МСАР (США, Апьбукерк), 2002 и 2004г.г.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Носатов, Владимир Николаевич

Выводы

1. Разработаны комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, 30, систем безопасности АЭС, учитывающие конструктивные и другие их особенности, важные с точки зрения анализа тяжёлых аварий.

2. Выполнено обоснование возможности использования комплексных расчётных моделей РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 путём проведения верификации на обширном экспериментальном материале и путём анализа чувствительности результатов к изменению модели.

3. Разработаны методические рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанные на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР. Для расчётов по коду MELC0R предложены модельные решения узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора; гидрозатворов; дыхательного трубопровода; выносного компенсатора давления большого объёма; активной зоны с твэлами, расположенными в гексагональной матрице; ТВС АРК (для ВВЭР-440); непроточных помещений контура герметизации. Даны рекомендации по оптимальной нодализации области активной зоны и выбору опций и моделей физических процессов максимально отражающих условия протекания тяжёлых аварий реакторов с РУ ВВЭР

4. Выполнен систематический комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения активной зоны, взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Носатов, Владимир Николаевич, 2005 год

1. Колобашкина В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983.

2. American Nuclear Society Standards Committee Working Group ANS-5.1, American National Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactors, ANSI/ANS-5.1-1979, American Nuclear Society, La Grange Park, IL (1979).

3. D. R. Bradley and D. R. Gardner, CORCON-MOD3: An Integrated Computer Model for Analysis of Molten Core-Concrete Interactions. Users Manual, NUREG/CR-5843, SAND92-0167, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (October 1993).

4. Научно-технический отчёт по разработке темы проекта 1.6.05 ГНТБ СССР «Безопасность». Москва, 1991

5. MELCOR Computer Code Manuals. Vol.l: Primer and User's Guide. Version 1.8.5, May 2000. NUREG/CR-6119, Vol.l, Rev.2. SAND2000-2117/1.

6. MELCOR Computer Code Manuals. Vol.2: Reference Manuals. Version 1.8.5, May 2000. NUREG/CR-6119, Vol.2, Rev.2. SAND2000-2117/2.

7. V.F. Urbanic and T.R. Heidrich, "High-Temperature Oxidation of Zircaloy-2 and Zircaloy-4 in Steam", J.Nucl.Matls., 75, pp. 251 261 (1978).

8. A.S. Benjamin, DJ. McCloskey, D.A. Powers, and S.A. Dupree, Spent Fuel Heatup Following Loss of Water During Storage, SAND77-1371, NUREG/CR-0649, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, March 1979.

9. J.F. White at al., "Fifth Annual Report High Temperature Material Programs, Part A", GEMP-400A (February 1966).

10. R.J. Lipinski, A Model for Boiling andDiyout in Particle Beds, NUREG/CR-2646, SAND82-0765 (June 1982).

11. П.Носатов B.H., Стрижов В.Ф. Расчётный анализ аварийных режимов на 3-м и 4-м блоках Кольской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2003-23, Москва, 22 с.

12. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчётам: (Ядерные реактора, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984.

13. Носатов В.Н. Расчётный анализ аварийного режима на 1-м блоке Калининской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2004-13, Москва, 17 с.

14. L. Szabados, et al: IAEA SPE-4. Specification for the Fourth IAEA Standard Problem Exercise. KFKI Atomic Energy Research Institute, Budapest, Hungary, 1993.

15. J. Miettinen, H. Purhonen, PACTEL Parallel Channel Test Loop, General Description for ISP, Technical Research Center of Finland, Nuclear Engineering Laboratory, Technical Report No. PROPA-9/91, Lappeenranta 1991.

16. Российская стандартная проблема безопасности № 1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2,4% из выходной камеры реактора. Заключительный отчет ЭНИЦ, инв. № 3.433. Электрогорск, 1995.

17. Российская стандартная проблема безопасности № 2 (СПБ-2) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 11% из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов. Заключительный отчет 2.468, ЭНИЦ, Электрогорск, 1997.

18. Стандартная проблема безопасности -3 (СПБ-3) на стенде ИСБ-ВВЭР: исходные данные для пре-тест расчетов. ЭНИЦ, Электрогорск, 1997.

19. Томащик Д.Ю., Носатов В.Н. Моделирование кодом MELCOR-1.8.5 экспериментов по вытеснению гидрозатвора, Препринт ИБРАЭ-2004-10, Москва, 13 с.

20. Н. Tuomisto, P. Kajanto. Two-phase Flow in a Full-Scale Loop Seal Facility. Nuclear Engineering and Design, N 107,1988, pp. 295-305.

21. O.Kymalainen. The Assessment of RELAP5/MOD2 Against IVO Loop Seal Tests. NUREG/IA-0082, International Agreement Report, US NRC, 1992.

22. Верификация кода MELCOR 1.8.5. В.Стрижов, А.Киселев, В.Носатов, В.Озрин, Т.Виноградова, Д. Томащик, Апрель, 2004, Russian Academy of Sciences, Nuclear Safety Institute, NSI-SARR-96-99

23. M. Fimhaber, L. Yegorova, U. Brockmeier et al. OECD/NEA-CSNI International Standard Problem ISP-36. CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage for a Russian Type PWR. Comparison Report. OCDE/GD(96)19,1996.

24. M. Firnhaber, K. Trambauer, S. Hagen et al. Specification of the International Standard Problem ISP-36: CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage. GRS, Koln, 1994.

25. S. Hagen, P. Hofmann, V. Noack et al. Behavior of a WER Fuel Element Tested under Severe Accident Conditions in the CORA Facility (Test Results of Experiment CORA-W1). ICfK 5212, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1993.

26. Бибилашвили Ю.К., Соколов Н.Б., Андреева-Андриевская JI.H. и др. Высокотемпера-турное взаимодействие материала оболочек твэлов (сплав Zrl%Nb) с кислородо-содержащими средами. ТК МАГАТЭ, г. Димитровград, октябрь 1995 г.

27. Bennet P. J., Falcon Specification, FAL/ISP (92) 8, March 1992.

28. Benson С. G., Bowsher B. R.s Newland M. S. Falcon Seminar, Winfrith Technology Centre, FAL/ISP (92) 18, 27-28 June 1989.

29. Beard A. M., Bennet P. J. CSNI ISP 34 (FALCON), Data report: test 1 (FAL-ISP 1), FAL/ISP (92) 29, September 1992.32. 6. Beard A. M., Bennet P. J., Brunning J. Data report: Characterisation of FALCON aerosol source, FAL/ISP (92) 22, September 1992.

30. Носатов B.H., Томащик Д.Ю. FALCON: исследование переноса и осаждения продуктов деления при тяжёлых авариях ядерных реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-24, Москва, 22 с.

31. В.Н.Носатов VANAM МЗ: исследование поведения гигроскопичной аэрозоли в контейнменте. Препринт ИБРАЭ № IBRAE200322 М., 2003. 20с.

32. VANAM МЗ A Multi Compartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. Comparison Report. Dezember 1996. OCDE/GD(97)16. GRS - 13

33. R.A. Lorenz, M.F. Osborne, «А summary of ORNL fission product release tests with recommended release rates and diffusion coefficients», NUREG/CR-6261, ORNL/TM-12801, 1995

34. M.F. Osborne and R.A, Lorenz, "ORNL Studies of Fission Product Release Under LWR Severe Accident Conditions", Nucl. Safety, 33 (1992) 344.

35. B.J.Lewis, B. Andre, B. Morel, P. Dehaudt, D. Mari, P.L. Purdy, D.S. Cox, F.C. Iglesias, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modelling the release behaviour of caesium during severe fuel degradation», J. Nucl. Mater., 227, (1995), 83-109.

36. A.C. Harnden-Gillis, B.J. Lewis, W.S. Andrews, P.L. Purdy, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modeling of cesium release from light water reactor fuel under severe accident conditions», Nucl. Techn. 109 (1995)39-53

37. G. Ducros, B. Andre, M. Tourasse, D. Maro, «The fission product and actinide release at high temperature in PWR fuel rods: the VERCORS safety programme», IAEA Tech. Committee Meeting, Dimitrovgrad, Oct. 1995

38. G. Ducros, B. Andre, M.P. Ferroud-Plattet, D. Boulaud, M. Tourasse, «Atmosphere dependence of fission product release: the VERCORS 4 and 5 experiments», CSARP, Bethesda, May 1996

39. B.J. Lewis, D.S. Cox and F.C. Iglesias, «А kinetic model for fission-product release and fuel oxidation behavior for Zircaloy-clad fuel elements under reactor accident conditions», J. Nucl. Materials 207 (1993) 228 241

40. Носатов B.H., Озрин В.Д. HI-VI, VERCORS: исследование выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-21, Мосхсва, 28 с.

41. D.H.Thompson, and J.K.Fink, АСЕ MCCI Test L4, Test Data Report, Volume 1: Thermal Hydraulics, ACE-TR-C32, Argonne National Laboratory, 1992

42. J.K.Fink, D.H.Thompson, "ACE MCCI Test L4. Test Data Report. Volume II. Aerosol Analysis", ACE-TR-C32. Argonne National Laboratory, 1992.

43. M.Corradini, and H.H.Reineke, A Rewiew of the BETA Experimental Results and Code Compsison Calculations, Muclear Science and Engineering, 102 (1989) 260-282.

44. H.A.Alsmeyer et al., BETA Experimental Results on Melt-Concrete Interactoions: Silicate Concrete Behavior, OECD CSNI Specialist Meeting on Core Debris-Concrete Interactions, Palo-Alto, CA, September, 1986. .

45. W. Morell, K.H. Neeb. Behavior of fission-product iodine under severe accident conditions. Kerntechnik, 53, N1, p. 69-74,1988.

46. D.Cubicciotti, J.E. Sanecki. J. Nucl. Mater., v.78, p.96, 1978002E

47. Образование органических форм йода в воздушной фазе защитной оболочки атомной электростанции. Отчет № 420-07-05, Москва, 1995г.

48. J.Nisizawa, J.Kigoshi, S.Oshima и др. Vapor-water Partition Coefficient of Jodine and Organic Jodides, ORNL-tr-2255.